Инициатор деления ядер



Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер
Инициатор деления ядер

 


Владельцы патента RU 2483371:

Сирит ЭлЭлСи (US)

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к активным зонам ядерного реактора с бегущей (дефлаграционной) волной деления ядер и их внутренним устройствам. Активная зона содержит инициатор деления, включающий делящийся и воспроизводящий материалы, обеспечивающий инициирование бегущей волны и устанавливающий значение kэф, равное, по меньшей мере, 1. Активная зона выполнена с возможностью извлечения инициатора деления. Активная зона может быть выполнена с изменением концентрации ядерных материалов в пространстве. Технический результат - возможность распространения бегущей волны в объеме активной зоны. 25 з.п. ф-лы, 39 ил.

 

ПЕРЕКРЕСТНЫЕ ССЫЛКИ НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

Настоящая заявка связана с перечисленными ниже заявками ("Родственные Заявки"); заявитель испрашивает приоритет согласно самой ранней доступной действующей дате подачи для перечисленных ниже заявок ("Родственные Заявки") (например, заявитель испрашивает приоритет согласно самым ранним доступным датам приоритета для других заявок, кроме предварительных заявок на патент, или заявитель испрашивает приоритет согласно Своду законов США, раздел 35, §119(е), для предварительных заявок на патент для любой и всех первоначальных, родовых и т.д. заявок из Родственных Заявок).

Родственные Заявки

Согласно расширенным требованиям Ведомства по патентам и товарным знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №11/605943, озаглавленной AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., которая в настоящее время находится в процессе одновременного рассмотрения или является заявкой, обеспечивающей приоритет согласно дате ее подачи для заявки, в настоящее время находящейся в процессе одновременного рассмотрения.

Согласно расширенным требованиям Ведомства по патентам и товарным знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №11/605848, озаглавленной METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., которая в настоящее время находится в процессе одновременного рассмотрения или является заявкой, обеспечивающей приоритет согласно дате ее подачи для заявки, в настоящее время находящейся в процессе одновременного рассмотрения.

Согласно расширенным требованиям Ведомства по патентам и товарным знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №11/605933, озаглавленной CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., которая в настоящее время находится в процессе одновременного рассмотрения или является заявкой, обеспечивающей приоритет согласно дате ее подачи для заявки, в настоящее время находящейся в процессе одновременного рассмотрения.

Ведомство по патентам и товарным знакам США (USPTO) опубликовало уведомление о том, что компьютерные программы USPTO требуют, чтобы заявители давали ссылки на порядковый номер, а также указывали, является ли заявка продолжением или частичным продолжением. См. Stephen G. Kunin, Benefit of Prior-Filed Application, USPTO Official Gazette March 18, 2003, доступно no адресу: http://www.uspto.gov/web/offices/com/sol/og/2003/week11/patbene.htm. Настоящий коллектив заявителей (далее "Заявитель") выше предоставил конкретную ссылку на заявки, на которые Заявитель испрашивает приоритет, как указано в законе. Заявитель полагает, что формулировка закона по отношению к конкретной ссылке является недвусмысленной и не требует ни порядкового номера, ни какой-либо характеристики, например "продолжение" или "частичное продолжение", для испрашивания приоритета заявок на патент США. Несмотря на вышеизложенное заявитель осознает, что компьютерные программы USPTO предъявляют определенные требования к вводу данных, и поэтому заявитель определяет настоящую заявку как частичное продолжение указанных заявок на патент, как изложено выше, но четко указывает, что такие определения ни в коем случае не следует истолковывать как какой-либо комментарий и/или признание того, что настоящая заявка содержит или же не содержит какой-либо новый предмет изобретения в добавление к предмету изобретения указанных заявок на патент.

Все предметы изобретения Родственных Заявок и любой и всех первоначальных, родовых и т.д. заявок из Родственных Заявок включены в данный документ путем ссылки при условии, что такой предмет изобретения не противоречит настоящему документу.

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Настоящее изобретение относится к ядерным реакторам и к связанным с ними инициаторам деления ядер.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Следующие ниже воплощения изобретения и их аспекты описаны и проиллюстрированы в сочетании с системами и способами, которые, как предполагается, являются иллюстративными и не ограничивают объем изобретения.

Согласно иллюстративным воплощениям предложены инициаторы деления ядер для ядерных реакторов и способы их действия. Иллюстративные воплощения и аспекты включают, без ограничений, инициатор деления ядер, выполненный с возможностью инициирования дефлаграционной волны деления ядер в материале ядерного топлива, реактор с дефлаграционной волной деления ядер с инициатором деления ядер, способ инициирования дефлаграционной волны деления ядер и т.д.

Помимо описанных выше иллюстративных воплощений и аспектов дополнительные воплощения и аспекты изобретения будут показаны с помощью ссылки на чертежи и в результате изучения последующего подробного описания.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Иллюстративные воплощения изображены на упомянутых чертежах. Предполагается, что воплощения и чертежи, приведенные в данном документе, следует рассматривать скорее как иллюстративные, а не ограничивающие.

На Фиг.1А схематически изображен иллюстративный ядерный реактор, включающий иллюстративный модуль инициатора деления ядер;

Фиг.1В и 1C представляют собой графики зависимости сечения ядерных реакций от энергии нейтрона;

на Фиг.1D-1H изображены относительные концентрации во время работы ядерного реактора на мощности;

Фиг.2A-2J представляют собой виды сверху в схематической форме иллюстративных инициаторов деления ядер, установленных в иллюстративные тепловыделяющие сборки активной зоны ядерного реактора;

Фиг.3А представляет собой вид сверху иллюстративного инициатора деления ядер;

Фиг.3В представляет собой вид в перспективе иллюстративного инициатора деления ядер;

Фиг.4А-4С представляют собой виды сверху в частичном разрезе иллюстративных транспортных агрегатов для инициаторов деления ядер;

на Фиг.4D изображено введение иллюстративного инициатора деления ядер в иллюстративный кожух;

Фиг.4Е представляет собой вид в перспективе в частичном разрезе другого иллюстративного транспортного агрегата для инициатора деления ядер;

Фиг.5А представляет собой вид в перспективе иллюстративного инициатора деления ядер с приспособлением для отведения остаточного тепла ядерного распада;

Фиг.5В представляет собой вид сверху в частичном разрезе иллюстративного инициатора деления ядер с иллюстративным приспособлением для отведения остаточного тепла ядерного распада в иллюстративном транспортном агрегате;

Фиг.5С представляет собой вид в перспективе в частичном разрезе иллюстративного инициатора деления ядер с другим иллюстративным приспособлением для отведения остаточного тепла ядерного распада;

на Фиг.5D изображено введение иллюстративного инициатора деления ядер с приспособлением для отведения остаточного тепла ядерного распада в иллюстративный транспортный агрегат;

Фиг.5Е представляет собой вид в перспективе в частичном разрезе другого иллюстративного транспортного агрегата с каналом для отведения остаточного тепла ядерного распада;

Фиг.6А-6С представляют собой блок-схемы иллюстративных способов помещения инициатора деления ядер в кожух;

Фиг.7A-7D представляют собой блок-схемы иллюстративных способов помещения инициатора деления ядер в активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер, и

Фиг.8А и 8В представляют собой блок-схемы иллюстративных способов инициирования по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В общем, предложены воплощения инициаторов деления ядер для ядерных реакторов и способы их действия. Иллюстративные воплощения и аспекты включают, без ограничений, инициатор деления ядер, выполненный с возможностью инициирования дефлаграционной волны деления ядер в ядерном топливе, реактор с дефлаграционной волной деления ядер, способ инициирования дефлаграционной волны деления ядер и т.д. Сначала в качестве неограничивающего примера изложены подробности иллюстративного реактора, нуклеоники иллюстративной активной зоны реактора и ее эксплуатации. Такие подробности включены в заявку на патент США №11/605943, озаглавленную AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданную 28 ноября 2006 г., в заявку на патент США №11/605848, озаглавленную METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданную 28 ноября 2006 г., и в заявку на патент США №11/605933, озаглавленную CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданную 28 ноября 2006 г.; полное содержание указанных заявок включено в данный документ путем ссылки. Затем изложены подробности, касающиеся некоторых иллюстративных воплощений и аспектов.

Теперь обратимся к Фиг.1А; ядерный реактор 10, который приведен в качестве примера, но не с целью ограничения, выступает в качестве иллюстративной принимающей среды для воплощений и аспектов, описанных в данном документе. В связи с этим реактор 10 включает иллюстративный инициатор 110 деления ядер. Хотя предполагается множество воплощений реактора 10, общим признаком любого воплощения из множества предполагаемых воплощений реактора 10 является возникновение и распространение дефлаграционной волны деления ядер или "фронта горения".

Учитываемые факторы

Перед обсуждением подробностей реактора 10 в качестве обзора рассмотрим некоторые воплощения реактора 10, но их не следует интерпретировать как ограничения. В некоторых воплощениях реактора 10 учтены многие из обсуждаемых ниже факторов. С другой стороны, в некоторых других воплощениях реактора 10 можно учесть один или несколько избранных из данных факторов и не требуется учитывать все обсуждаемые ниже факторы. Часть последующего обсуждения включает информацию из статьи, озаглавленной "Completely Automated Nuclear Power Reactors For Long-Term Operation: III. Enabling Technology For Large-Scale, Low-Risk, Affordable Nuclear Electricity" by Edward Teller, Muriel Ishikawa, Lowell Wood, Roderick Hyde, and John Nuckolls, presented at the July 2003 Workshop of the Aspen Global Change Institute, University of California Lawrence Livermore National Laboratory publication UCRL-JRNL-122708 (2003). (Данная статья была представлена для публикации в журнал Energy. The International Journal 30 ноября 2003 г.; ее полное содержание включено в данное описание путем ссылки.)

Некоторые виды ядерного топлива, которые предполагается применять в воплощениях реактора 10, обычно широко доступны, например, без ограничений, уран (природный, обедненный или обогащенный), торий, плутоний или даже ранее отработанные тепловыделяющие сборки ядерного топлива. В воплощениях реактора 10 можно применять и другие, менее доступные виды ядерного топлива, например, без ограничений, другие актиноидные элементы или их изотопы. Хотя некоторые воплощения реактора 10 предполагают длительную работу на полной мощности в течение от приблизительно 30 лет до приблизительно 50 лет или дольше, один из аспектов некоторых воплощений реактора 10 не предполагает замену ядерного топлива (но вместо этого предполагает захоронение на месте в конце срока эксплуатации), тогда как некоторые аспекты воплощений реактора 10 предполагают замену ядерного топлива - с заменой некоторого количества ядерного топлива, которую производят во время остановки, и с заменой некоторого количества ядерного топлива, которую производят во время эксплуатации на мощности. Также предполагается, что в некоторых случаях можно избежать переработки ядерного топлива и тем самым понизить вероятность несанкционированного использования в военных целях и другие проблемы.

Другие факторы, которые могут повлиять на выбор некоторых воплощений реактора 10, могут включать удаление явно безопасным образом долгоживущих радиоактивных изотопов, образующихся в ходе эксплуатации. Предполагается, что реактор 10 может смягчать ущерб из-за ошибки оператора, аварий, таких как авария с потерей теплоносителя (LOCA) и т.д. В некоторых аспектах вывод из эксплуатации можно осуществлять малоопасным и недорогим образом.

Например, некоторые воплощения реактора 10 можно размещать под землей, тем самым решая проблему значительных непредвиденных и малых постоянных выбросов радиоактивных веществ в биосферу. Некоторые воплощения реактора 10 могут привести к минимизации ручного управления и тем самым к максимально возможной автоматизации данных воплощений. В некоторых воплощениях предполагается схема, ориентированная на весь срок эксплуатации, где данные воплощения реактора 10 могут работать с момента запуска до остановки в конце срока эксплуатации. В некоторых схемах, ориентированных на весь срок эксплуатации, данные воплощения могут работать по существу полностью в автоматическом режиме. Некоторые воплощения реактора 10 пригодны для применения в модульной конструкции. Наконец, некоторые воплощения реактора 10 можно проектировать с учетом высокой плотности энерговыделения.

Некоторые особенности различных воплощений реактора 10 являются результатом некоторых из приведенных выше факторов. Например, для одновременного осуществления эксплуатации на полной мощности в течение 30-50 лет (или дольше) без замены ядерного топлива и предотвращения переработки ядерного топлива может потребоваться применение спектра быстрых нейтронов. В качестве другого примера, в некоторых воплощениях реактор 10 спроектирован с отрицательным температурным коэффициентом реактивности (αж), например, посредством отрицательной обратной связи локальной реактивности, реализованной с помощью сильных поглотителей быстрых нейтронов. В качестве дополнительного примера, в некоторых воплощениях реактора 10 распределенный термостат предоставляет возможность горения ядерного топлива в режиме распространения дефлаграционной волны деления ядер. Данный режим одновременно позволяет достичь высокой средней скорости выгорания необогащенного актиноидного ядерного топлива, такого как природный уран или торий, и позволяет применять сравнительно небольшую зону "инициатора деления ядер" из умеренно обогащенных изотопов делящихся материалов в топливной загрузке активной зоны. В качестве другого примера, в некоторых воплощениях реактора 10 предусмотрено многократное дублирование при первичном и вторичном охлаждении активной зоны.

Иллюстративное воплощение ядерного реактора

Теперь, когда были рассмотрены некоторые факторы, учитываемые в некоторых воплощениях реактора 10, поясним дополнительные подробности, относящиеся к иллюстративному воплощению реактора 10. Следует подчеркнуть, что последующее описание иллюстративного воплощения реактора 10 дано только в качестве неограничивающего примера, а не в качестве ограничения. Как было упомянуто выше, предусмотрены несколько воплощений реактора 10, а также дополнительные аспекты реактора 10. После обсуждения подробностей, относящихся к иллюстративному воплощению реактора 10, также обсудим другие воплощения и аспекты.

Снова обратимся к Фиг.1А; иллюстративное воплощение реактора 10 включает тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора, которая расположена в корпусе 12 высокого давления реактора. Инициатор 110 деления ядер помещен в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны с возможностью извлечения. Объяснение подробностей, относящихся к иллюстративным примерам инициатора 110 деления ядер, будет дано ниже. Предусмотрены несколько воплощений и аспектов тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора, обсуждение которых будет проведено позже. Позже будет проведено подробное обсуждение некоторых особенностей, относящихся к тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора, которые включают виды ядерного топлива и их соответствующую нуклеонику, топливные сборки, геометрическую форму топлива и инициирование и распространение дефлаграционных волн деления ядер.

Корпус 12 высокого давления реактора, соответственно, представляет собой любой подходящий сосуд высокого давления, известный специалистам в данной области; его можно изготовить из любых материалов, применение которых допустимо в корпусах высокого давления реактора, например, без ограничений, из нержавеющей стали или из сплавов, например НТ-9. Внутри корпуса 12 высокого давления реактора тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора окружают отражатель нейтронов (не показан) и противорадиационный защитный экран (не показан). В некоторых воплощениях данного изобретения корпус 12 высокого давления реактора расположен под землей. В таких случаях корпус 12 высокого давления реактора также может выступать в качестве контейнера для захоронения тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора. В данных воплощениях изобретения корпус 12 высокого давления реактора, соответственно, окружен зоной (не показана) изолирующего материала, такого как сухой песок, для долговременной изоляции от окружающей среды. Размер зоны (не показана) изолирующего материала может составлять приблизительно 100 м в диаметре или около того. Однако в других воплощениях данного изобретения корпус 12 высокого давления реактора расположен на поверхности земли или вблизи нее.

Охлаждающие контуры 14 реактора передают тепло деления ядер от тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора к прикладным теплообменникам 16. Теплоноситель реактора можно выбрать по желанию для конкретного применения. В некоторых воплощениях данного изобретения подходящим теплоносителем реактора является газообразный гелий (Не). В других воплощениях данного изобретения подходящий теплоноситель реактора может представлять собой другие сжатые инертные газы, такие как неон, аргон, криптон, ксенон, или другие текучие среды, такие как вода или газообразный или сверхтекучий диоксид углерода, или жидкие металлы, такие как натрий или свинец, или металлические сплавы, такие как Pb-Bi, или органические теплоносители, такие как полифенилы или фторуглероды. Охлаждающие контуры реактора, соответственно, можно изготовить из тантала (Та), вольфрама (W), алюминия (Al), стали или других сплавов на основе железа или сплавов, не содержащих железо, или сплавов на основе титана или на основе циркония или из других металлов и сплавов или из других конструкционных материалов или композитов, по желанию.

В некоторых воплощениях данного изобретения прикладные теплообменники 16 могут представлять собой парогенераторы, вырабатывающие пар, который выступает в качестве первичного источника энергии для вращающихся механизмов, таких как электротурбогенераторы 18 электростанции 20. В таком случае тепловыделяющие сборки 100 активной зоны ядерного реактора соответствующим образом работают при высоких значениях рабочего давления и рабочей температуры, например выше приблизительно 1000 К, а пар, вырабатываемый парогенератором, может представлять собой перегретый пар. В других воплощениях данного изобретения прикладной теплообменник 16 может представлять собой любой парогенератор, который вырабатывает пар при более низких давлениях и температурах (то есть не обязательно перегретый пар), а тепловыделяющие сборки 100 активной зоны ядерного реактора работают при температурах ниже приблизительно 550 К. В этих случаях прикладные теплообменники 16 могут обеспечивать технологическое тепло для различных применений, например для установок для опреснения морской воды или установок для переработки биомассы путем перегонки в этанол и т.д.

При необходимости, насосы 22 системы охлаждения реактора прокачивают теплоноситель реактора через тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора и прикладные теплообменники 16. Отметим, что, хотя в иллюстративном воплощении показана циркуляция с помощью насосов и под действием силы тяжести, в других подходах можно не применять насосы или циркуляционные устройства или в них можно использовать другие аналогичные геометрические ограничения. Соответственно, применение насосов 22 системы охлаждения реактора предусмотрено, когда тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора расположена приблизительно в одной плоскости по вертикали с прикладными теплообменниками 16, так что не возникает тепловой движущей силы. Насосы 22 системы охлаждения реактора также можно применять, когда тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора расположена под землей. Однако, когда тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора расположена под землей или любым образом, так что тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора расположена на некотором расстоянии по вертикали под прикладными теплообменниками 16, может возникнуть тепловая движущая сила между теплоносителем реактора, выходящим из корпуса 12 высокого давления реактора, и теплоносителем реактора, выходящим из прикладных теплообменников 16 при температуре, которая ниже температуры теплоносителя реактора, выходящего из корпуса 12 высокого давления реактора. Когда существует достаточная тепловая движущая сила, не требуется применение насосов 22 системы охлаждения реактора, чтобы обеспечить достаточную циркуляцию теплоносителя реактора через тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора для отведения тепла деления ядер во время эксплуатации на мощности.

В некоторых воплощениях данного изобретения можно предусмотреть несколько охлаждающих контуров 14 реактора, тем самым обеспечивая дублирование на случай аварии, такой как авария с потерей теплоносителя (LOCA), или авария вследствие прекращения потока теплоносителя (LOFA), или утечка из первичного контура во вторичный контур и т.д., в любом из других охлаждающих контуров 14 реактора. Каждый охлаждающий контур 14 реактора обычно пригоден для эксплуатации при полной мощности, хотя в некоторых применениях данное ограничение можно снять.

В некоторых воплощениях данного изобретения в трубопроводах системы 14 охлаждения реактора предусмотрены затворы 24 однократного применения, например запорные клапаны для теплоносителя реактора. В каждом предусмотренном охлаждающем контуре 14 реактора предусмотрен затвор 24 в выпускном трубопроводе из корпуса 12 высокого давления реактора и в обратном трубопроводе в корпус 12 высокого давления реактора на выходе из прикладного теплообменника 16. Затворы 24 однократного применения представляют собой быстродействующие затворы, которые быстро закрываются в условиях аварии, например при обнаружении значительного уноса продуктов деления теплоносителем реактора. Затворы 24 однократного применения предусмотрены в добавление к резервной системе традиционных автоматически срабатывающих клапанов (не показаны).

Для отведения остаточного тепла (тепла ядерного распада) предусмотрены отводящие тепло теплообменники 26. Отводящий тепло теплообменник 26 включает первичный контур, выполненный с возможностью циркуляции теплоносителя для отведения тепла ядерного распада через тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора. Отводящий тепло теплообменник 26 включает вторичный контур, который соединен со сконструированной системой отводящих тепло тепловых труб (не показаны). В некоторых ситуациях, например в целях дублирования, можно предусмотреть несколько отводящих тепло теплообменников 26. Каждый из предусмотренных отводящих тепло теплообменников 26 может располагаться на некотором расстоянии по вертикали над тепловыделяющей сборкой 100 активной зоны ядерного реактора таким образом, чтобы обеспечить достаточную тепловую движущую силу, чтобы предоставить возможность возникновения естественного потока теплоносителя для отведения остаточного тепла ядерного распада без необходимости применения насосов для теплоносителя для отведения тепла ядерного распада. Однако в некоторых воплощениях данного изобретения можно предусмотреть насосы для теплоносителя для отведения тепла ядерного распада (не показаны), или же насосы системы охлаждения реактора, в случае, если они предусмотрены, можно применять для отведения тепла ядерного распада, если это целесообразно.

Теперь, когда был приведен обзор иллюстративного воплощения реактора 10, обсудим другие воплощения и аспекты. Сначала обсудим воплощения и аспекты тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора. Сначала будет приведен обзор тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора и ее нуклеоники и распространения дефлаграционной волны деления ядер, а затем описаны иллюстративные воплощения и другие аспекты тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора.

Приведенные в качестве обзора и в общих чертах элементы конструкции тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора можно изготовить из тантала (Та), вольфрама (W), рения (Re) или из композиционного материала на основе углерода, керамики и т.д. Данные материалы подходят для применения при высоких температурах, при которых эксплуатируют тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора, из-за их сопротивления ползучести в течение предполагаемого срока службы при эксплуатации на полной мощности, пригодности к механической обработке и коррозионной стойкости. Элементы конструкции можно изготовить из однокомпонентных материалов или из сочетаний материалов (например, покрытия, сплавы, многослойные материалы, композиционные материалы и т.д.). В некоторых воплощениях данного изобретения тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора эксплуатируют при достаточно низких температурах, так что для элементов конструкции можно применять другие материалы, такие как алюминий (Al), сталь, титан (Ti) и т.д., по отдельности или в сочетаниях.

Тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора включает инициатор 110 деления ядер и более обширную область распространения дефлаграционной волны горения деления ядер. Область распространения дефлаграционной волны горения деления ядер, соответственно, содержит ториевое или урановое топливо, а основным принципом ее функционирования является воспроизводство ядерного топлива под действием быстрых нейтронов. В некоторых воплощениях данного изобретения одинаковую температуру во всем объеме тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора поддерживают с помощью термостатирующих модулей, которые регулируют локальный нейтронный поток и тем самым регулируют локальную выработку энергии.

Тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора, соответственно, представляет собой реактор-размножитель (бридер) с точки зрения эффективного использования ядерного топлива и минимизации требований к изотопному обогащению. Далее, обратимся к Фиг.1В и 1C; в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора, соответственно, применяют быстрые нейтроны, так как большое сечение поглощения тепловых нейтронов продуктами распада обычно не позволяет использовать более чем приблизительно 1% тория или более распространенного изотопа урана, U238, в воплощениях с урановым топливом, без удаления продуктов деления.

На Фиг.1В изображены сечения основных инициируемых нейтронами ядерных реакций, представляющих интерес для воплощений с топливом на основе Th232, в интервале энергии нейтронов 10-3-107 эВ. Можно видеть, что потери на радиационный захват ядрами продуктов деления оказывают преобладающее влияние на нейтронный баланс при энергиях, близких к тепловой (~0,1 эВ), но становятся сравнительно пренебрежимо малыми выше области резонансного захвата (между ~3-300 эВ). Таким образом, работа в области спектра быстрых нейтронов при попытке реализации реактора для воспроизводства ядерного топлива с высоким выходом может помочь избежать переработки топлива (то есть периодического или непрерывного удаления продуктов деления). Показанные сечения радиационного захвата для продуктов деления представляют собой сечения для ядер с промежуточным атомным номером Z, образовавшихся в результате деления, инициированного быстрыми нейтронами; указанные ядра претерпели последующий бета-распад в незначительной степени. Ядра в центральных частях волн горения в воплощениях тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора будут претерпевать распад в некоторой степени и, таким образом, будут обладать несколько более высоким сродством к нейтронам. Однако исследования параметров указывают на то, что результаты горения топлива в активной зоне могут быть нечувствительными к точной степени такого распада.

В верхней части Фиг.1C изображены сечения основных инициируемых нейтронами ядерных реакций, представляющих особый интерес для воплощений с топливом на основе Th232, в наиболее интересной части интервала энергии нейтронов, между >104 и <106,5 эВ. Нейтронный спектр воплощений реактора 10 имеет максимум в интервале энергии нейтронов ≥105 эВ. Нижняя часть Фиг.1C содержит зависимость отношения данных сечений к сечению радиационного захвата нейтронов на Th232 от энергии нейтронов на стадии воспроизводства ядерного топлива (поскольку образовавшийся Th233 претерпевает быстрый бета-распад в Ра233, который затем претерпевает относительно медленный бета-распад в U233, аналогично цепи бета-распада U239-Np239-Pu239 после захвата нейтрона ядром U238).

Можно видеть, что потери на радиационный захват продуктами деления могут быть сравнительно пренебрежимо малыми в представляющем интерес интервале энергии нейтронов, и, кроме того, конструкционный материал с хорошими эксплуатационными характеристиками, такой как Та, атомная доля которого составляет несколько десятков процентов, будет оказывать допустимое воздействие на нейтронный баланс в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора. Эти данные также наводят на мысль, что можно достичь среднего выгорания ядерного топлива в активной зоне, превышающего 50%, и что соотношение продуктов деления к делящимся атомам за дефлаграционной волной деления ядер, когда реактивность в итоге становится отрицательной из-за накопления продуктов деления, будет составлять приблизительно 10:1.

Возникновение и распространение фронта горения дефлаграционной волны деления ядер

Теперь рассмотрим иллюстративную дефлаграционную волну деления ядер в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора. Распространение дефлаграционных волн горения через горючие материалы может приводить к высвобождению энергии в прогнозируемых количествах. Кроме того, если форма материала имеет соответствующие, не зависящие от времени характеристики, то последующая выработка энергии может происходить на стационарном уровне. Наконец, если можно регулировать извне практически реализуемым образом скорость распространения дефлаграционной волны, то можно регулировать по желанию скорость высвобождения энергии и, таким образом, выработку энергии.

Незатухающие дефлаграционные волны деления ядер по своей природе являются малораспространенными из-за нарушения исходной формы ядерного топлива в результате гидродинамических последствий высвобождения энергии во время самых ранних фаз распространения волны в отсутствие какого-либо контроля.

Однако в воплощениях тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора можно инициировать дефлаграционную волну деления ядер, которая распространяется с дозвуковой скоростью в делящемся ядерном топливе, давление в котором по существу не зависит от его температуры, так что его гидродинамические свойства по существу "зафиксированы". Скорость распространения дефлаграционной волны деления ядер в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора можно регулировать способом, обеспечивающим возможность выработки энергии в большом масштабе, например, в такой вырабатывающей электричество реакторной системе, как воплощения реактора 10.

Ниже приведено объяснение нуклеоники дефлаграционной волны деления ядер. Инициирование деления ядер выбранных изотопов актиноидных элементов - делящихся изотопов - путем захвата нейтронов любой энергии позволяет освободить энергию связи ядра при любой температуре материала, включая сколь угодно низкие температуры. Нейтроны, которые захватывает делящийся актиноидный элемент, могут поступать из инициатора 110 деления ядер.

Выделение в среднем более одного нейтрона на один захваченный нейтрон в результате деления ядер по существу любого актиноидного изотопа может обеспечить возможность развития инициируемой нейтронами цепной реакции деления ядер в таких материалах. Выделение более чем двух нейтронов на каждый захваченный нейтрон (в определенных интервалах энергии нейтронов, в среднем) в результате деления ядер некоторых актиноидных изотопов может обеспечить возможность сначала превращения атома неделящегося изотопа в атом делящегося изотопа (через захват нейтрона и последующий бета-распад) в результате захвата первого нейтрона, а затем инициированного нейтроном деления ядра вновь образовавшегося делящегося изотопа в ходе захвата второго нейтрона.

Действительно, изотопы с самыми большими атомными номерами Z (Z≥90) можно сжигать, если в среднем один нейтрон из данного акта деления ядра может быть радиационно захвачен неделящимся, но "воспроизводящим" ядром, которое затем превращается (например, в результате бета-распада) в делящееся ядро, а второй нейтрон из того же акта деления ядра может быть захвачен делящимся ядром и, таким образом, может инициировать деление ядра. В частности, если любое из данных устройств является стационарным, то можно создать достаточные условия для распространения в данном материале дефлаграционной волны деления ядер.

Вследствие бета-распада в процессе превращения воспроизводящего ядра в делящееся ядро, характеристическая скорость продвижения волны приблизительно равна отношению расстояния, которое проходит нейтрон с момента его образования при делении ядра до его радиационного захвата воспроизводящим ядром (то есть средней длины свободного пробега), к периоду полураспада самого долгоживущего ядра в цепи бета-распада, ведущей от воспроизводящего ядра к делящемуся ядру. Такое характеристическое расстояние, которое проходит нейтрон, образовавшийся при делении ядра, в актиноидах обычной плотности составляет приблизительно 10 см, а период полураспада для бета-распада составляет 105-106 с для большинства случаев, представляющих интерес. Соответственно, для некоторых схем характеристическая скорость волны составляет 10-4-10-7 см·с-1, или приблизительно 10-13-10-14 от скорости типичной детонационной волны деления ядер. Такая относительно низкая скорость продвижения указывает на то, что данную волну можно охарактеризовать как дефлаграционную волну, а не как детонационную волну.

Если дефлаграционная волна пытается ускориться, то ее переднему краю противостоит все более чистый воспроизводящий материал (в котором происходит полная потеря нейтронов), поскольку концентрация делящихся ядер далеко впереди от центра волны экспоненциально снижается. Таким образом, передний край волны (называемый здесь "фронтом горения") останавливается или замедляется. Наоборот, если волна замедляется, то увеличивается локальная концентрация делящихся ядер, возникающих в результате непрерывного бета-распада, увеличиваются локальные скорости деления ядер и образования нейтронов, а передний край волны, т.е. фронт горения, ускоряется.

Наконец, если тепло, связанное с делением ядер, отводят достаточно быстро из всех частей конфигурации исходного воспроизводящего материала, в котором распространяется волна, то ее распространение может происходить при сколь угодно низкой температуре материала - хотя температуры как нейтронов, так и делящихся ядер могут составлять приблизительно 1 МэВ.

Такие условия инициирования и распространения дефлаграционной волны деления ядер можно реализовать с применением легкодоступных материалов. Хотя делящиеся изотопы актиноидных элементов мало распространены на Земле, как в абсолютных количествах, так и относительно воспроизводящих изотопов данных элементов, делящиеся изотопы можно концентрировать, обогащать и синтезировать. Широко известно применение как природных, так и искусственных изотопов, таких как U235 и Pu239 соответственно, в инициировании и распространении дефлаграционной волны деления ядер.

Рассмотрение соответствующих нейтронных сечений (изображенных на Фиг.1В и 1C) наводит на мысль, что дефлаграционная волна деления ядер может сжечь значительную часть активной зоны реактора из природных актиноидов, таких как Th232 или U238, если спектр нейтронов в волне является "жестким" или "быстрым". То есть, если нейтроны, которые поддерживают цепную реакцию в волне, обладают энергией, которая не очень мала по сравнению со значением приблизительно 1 МэВ, с которым они вылетают из образующихся осколков деления, то можно избежать относительно больших потерь локального пространственно-временного баланса нейтронов, когда локальная массовая доля продуктов деления становится сравнимой с локальной массовой долей воспроизводящего материала (напомним, что один моль делящегося материала при делении превращается в два моля ядер продуктов деления). Даже потери нейтронов на обычных конструкционных материалах нейтронных реакторов, таких как Та, который обладает требуемыми свойствами при высоких температурах, могут стать значительными при энергиях нейтронов ≤0,1 МэВ.

Другим учитываемым фактором является (сравнительно небольшое) изменение, в зависимости от энергии ударяющего нейтрона, коэффициента размножения нейтронов при делении ν и доли всех актов захвата нейтронов, которые приводят к делению ядра (а не только к γ-излучению). Алгебраический знак функции α(ν-2) определяет условие осуществимости распространения дефлаграционной волны деления ядер в воспроизводящем материале в соответствии с полным массовым балансом делящихся изотопов, в отсутствие утечки нейтронов из активной зоны реактора или паразитных поглощений (например, продуктами деления) в корпусе реактора, для каждого из делящихся изотопов в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора. Этот алгебраический знак обычно положителен для всех делящихся изотопов, представляющих интерес, в интервале энергий нейтронов деления от приблизительно 1 МэВ до области резонансного захвата.

Значение α(ν-2)/ν дает верхнюю границу доли от полного числа нейтронов, образовавшихся при делении ядер, которая может быть потеряна в результате утечки, паразитного поглощения или геометрической дивергенции во время распространения дефлаграционной волны. Следует отметить, что данная доля составляет 0,15-0,30 для большинства делящихся изотопов в интервале энергии нейтронов, который преобладает во всех практически незамедленных конфигурациях актиноидных изотопов, представляющих практический интерес (приблизительно 0,1-1,5 МэВ). В отличие от ситуации, широко распространенной для нейтронов (над-)тепловой энергии (см. Фиг.1C), в которой паразитные потери из-за продуктов деления превышают потери на воспроизводство ядерного топлива на 1-1,5 порядка величины, образование делящихся элементов путем захвата воспроизводящими изотопами преобладает над захватом продуктами деления на 0,7-1,5 порядков величины в интервале энергии нейтронов 0,1-1,5 МэВ. Вышеизложенное наводит на мысль о том, что воспроизводство ядерного топлива будет осуществимо только в пределах 1,5-5% для нейтронов с энергиями, близкими к тепловой, хотя последнее указывает на то, что превращения, превышающего 50%, можно ожидать для нейтронного спектра, близкого к энергии деления.

При рассмотрении условий распространения дефлаграционной волны деления ядер в некоторых подходах утечкой нейтронов можно практически пренебречь для очень больших, "самоотражающих" актиноидных конфигураций. Обратимся к Фиг.1C и рассмотрим аналитические оценки степени замедления нейтронов путем полного рассеяния на ядрах актиноидов; следует иметь в виду, что распространение дефлаграционной волны может происходить в достаточно больших конфигурациях двух типов актиноидов, которые относительно широко распространены на Земле: Th232 и U238, являющихся единственными и основными (то есть самыми долгоживущими) изотопами природного тория и урана соответственно.

В частности, перемещение нейтронов деления в данных изотопах актиноидов, по-видимому, приведет либо к захвату ядром воспроизводящего изотопа, либо к делению ядра делящегося изотопа, до того как энергия нейтрона уменьшится значительно ниже 0,1 МэВ (и затем перестанет быть пренебрежимо малой вероятность его захвата ядрами продуктов деления). Обращаясь к Фиг.1В, следует иметь в виду, что концентрация ядер продуктов деления может значительно превышать концентрацию ядер воспроизводящих изотопов, а концентрация делящихся ядер может быть на порядок величины меньше, чем концентрация ядер продуктов деления или воспроизводящих изотопов, при этом оставаясь количественно существенно достоверной. Рассмотрение соответствующих сечений рассеяния нейтронов наводит на мысль о том, что для конфигураций актиноидов в виде правильных круговых цилиндров, которые являются достаточно протяженными, чтобы считать их имеющими практически бесконечную толщину (то есть являются самоотражающими) для нейтронов деления в их радиальном измерении, произведение плотности на радиус будет составлять >>200 г м/см2 - то есть их радиус будет составлять >>10-20 см от плотности твердых U238-Th232.

Волна воспроизводства и горения ядерного топлива обеспечивает достаточный избыток нейтронов для превращения нового делящегося материала на расстоянии, составляющем 1-2 значения средней длины свободного пробега, в еще несгоревшее топливо, эффективно замещающее делящееся топливо, сгоревшее в волне. "Зола" позади гребня волны горения является по существу "нейтронно нейтральной", т.к. нейтронная реактивность делящейся фракции точно уравновешивается паразитными поглощениями структурой и суммарным количеством продуктов деления на вершине утечки. Если суммарное количество делящихся атомов в центре волны и прямо перед ней постоянно во времени при распространении волны, то распространение волны происходит очень стабильно; если оно уменьшается, то волна "затухает", если же оно возрастает, то можно сказать, что волна "ускоряется".

Таким образом, дефлаграционная волна деления ядер может распространяться и поддерживаться по существу в стационарных условиях в течение длительных интервалов времени в конфигурациях природных изотопов актиноидов.

В приведенном выше обсуждении были рассмотрены в качестве неограничивающего примера круговые цилиндры из металлического природного урана или тория диаметром менее приблизительно одного метра (причем диаметр может быть существенно меньше, если применяют эффективные замедлители нейтронов), в которых может происходить устойчивое распространение дефлаграционных волн деления ядер на сколь угодно большие расстояния вдоль оси. Однако не следует делать вывод о том, что распространение дефлаграционных волн деления ядер ограничено круговыми цилиндрами, симметричными геометрическими формами или односвязными геометрическими формами. В связи с этим дополнительные воплощения альтернативных геометрических форм тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора описаны в заявке на патент США №11/605943, озаглавленной AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., полное содержание которой включено в данный документ путем ссылки.

Распространение дефлаграционной волны деления ядер имеет последствия для воплощений ядерного реактора 10. В качестве первого примера можно привести возможность установления обратной связи между локальной температурой материала и локальной скоростью ядерной реакции с приемлемым расходом в нейтронном балансе дефлаграционной волны. Такой большой отрицательный температурный коэффициент нейтронной реактивности предоставляет возможность регулирования скорости продвижения дефлаграционной волны. Если из горящего топлива отводят очень мало тепловой энергии, то его температура возрастает, а реактивность, зависящая от температуры, падает, а скорость деления ядер в центре волны, соответственно, уменьшается и зависимость от времени дефлаграционной волны свидетельствует только об очень низкой скорости продвижения вдоль оси. Аналогично, если скорость отвода тепловой энергии высока, то температура материала уменьшается, а нейтронная реактивность возрастает, внутриволновой нейтронный баланс становится относительно незатухающим и волна продвигается вдоль оси относительно быстро. Подробности, относящиеся к иллюстративным способам осуществления температурной обратной связи в воплощениях тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора, описаны в заявке на патент США №11/605933, озаглавленной CONTROLLABLE LONG TERM OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., полное содержание которой включено в данный документ путем ссылки.

Вторым примером последствий распространения дефлаграционной волны деления ядер в воплощениях ядерного реактора 10 является то, что можно использовать не все полное количество нейтронов деления, возникающих в ядерном реакторе 10. Например, локальные термостатирующие модули, поддерживающие температуру материала, могут использовать приблизительно 5-10% от полного количества нейтронов деления, возникающих в ядерном реакторе 10. Другие ≤10% от полного количества нейтронов деления, возникающих в ядерном реакторе 10, могут быть потеряны в результате паразитного поглощения в относительно больших количествах конструкционных материалов с хорошими эксплуатационными характеристиками при высоких температурах (например, Та, W или Re), которые применяют в элементах конструкции ядерного реактора 10. Данные потери необходимы, чтобы осуществлять выработку электричества с термодинамической эффективностью, составляющей ≥60%, и чтобы улучшить характеристики безопасности системы. Атомные номера Z данных материалов, таких как Та, W и Re, составляют приблизительно 80% от Z актиноидов, и, таким образом, их сечения радиационного захвата для нейтронов высоких энергий не очень малы по сравнению с сечениями актиноидов, как указано для Та на Фиг.1В и 1C. Наконец, 5-10% от полного количества нейтронов деления, возникающих в ядерном реакторе 10, могут быть потеряны в результате паразитного поглощения продуктами деления. Как было указано выше, обычно нейтронный баланс, превышающий приблизительно 0,7 от полного количества образующихся нейтронов деления, является достаточным для поддержания распространения дефлаграционной волны в отсутствие утечек и быстрой геометрической дивергенции. Это резко контрастирует с энергетическими реакторами на (над)тепловых нейтронах, в которых применяют низкообогащенное топливо, для которого необходимо точно соблюдать нейтронный баланс при проектировании и эксплуатации.

Третьим примером последствий распространения дефлаграционной волны деления ядер в воплощениях ядерного реактора 10 является сильное выгорание (от приблизительно 50% до приблизительно 80%) исходного количества актиноидного топлива, что характерно для дефлаграционных волн деления ядер, обеспечивающих возможность высокоэффективного использования только что добытого топлива - кроме того, без потребности в переработке. Теперь обратимся к Фиг.1D-1H, на которых изображены свойства топливных загрузок в воплощениях тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора через четыре равных интервала времени во время эксплуатационного срока службы реактора после возникновения дефлаграционной волны деления ядер (называемого здесь "инициирование деления ядер") по сценарию, в котором реактор непрерывно работает на полной мощности в течение 30 лет. В показанном воплощении два фронта дефлаграционной волны деления ядер распространяются от точки 28 возникновения (вблизи центра тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора, в которой расположен инициатор 110 деления ядер) по направлению к концам тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора. Соответствующие положения передних краев пары дефлаграционных волн деления ядер в различные моменты времени после полного инициирования топливной загрузки в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора указаны на Фиг.1D. На Фиг.1Е, 1F, 1G и 1Н по оси ординат указаны значения массы (в кг полной массы на см длины активной зоны вдоль оси) различных изотопов в ряде типичных околоаксиальных зон и значения удельной мощности топлива (в Вт/г) в указанном положении на оси, а по оси абсцисс отложено положение вдоль оси иллюстративной, неограничивающей топливной загрузки длиной 10 м в приблизительные времена после инициирования деления ядер, составляющие приблизительно 7,5 лет, 15 лет, 22,5 года и 30 лет соответственно. Возмущение в центре связано с присутствием инициатора 110 деления ядер, указанного точкой 28 возникновения (Фиг.1D).

Следует отметить, что поток нейтронов из области наиболее интенсивного горения позади фронта горения приводит к возникновению области, обогащенной делящимися изотопами, на переднем крае фронта горения, тем самым обеспечивая продвижение дефлаграционной волны деления ядер. После того как фронт горения дефлаграционной волны деления ядер распространился на данную массу топлива, концентрация делящихся атомов продолжает возрастать, до тех пор пока радиационный захват нейтронов имеющимися в наличии воспроизводящими ядрами значительно более вероятен, чем захват нейтронов ядрами продуктов деления, в то время как продолжающееся деление создает все большую массу продуктов деления. В любой заданный момент времени максимум плотности выработки ядерной энергии находится в данной области топливной загрузки. Также следует отметить, что в иллюстративных воплощениях данного изобретения отличающиеся действия двух слегка различающихся типов термостатирующих узлов на левой и правой сторонах инициатора 110 деления ядер, соответственно, приводят к слегка различающимся уровням выработки энергии.

Снова обратимся к Фиг.1D-1H, на которых можно видеть, что далеко позади продвигающегося фронта горения дефлаграционной волны деления ядер отношение концентрации ядер продуктов деления (массы которых в среднем близки к половине массы делящегося ядра) к концентрации делящихся ядер возрастает до значения, сравнимого с отношением сечения деления делящегося материала к сечению радиационного захвата продуктами деления (Фиг.1В), вслед за этим "локальная нейтронная реактивность" становится слегка отрицательной, и как горение, так и воспроизводство ядерного топлива практически прекращаются - как можно понять из сравнения Фиг.1Е, 1F, 1G и 1Н друг с другом - далеко позади фронта горения дефлаграционной волны деления ядер.

В некоторых воплощениях ядерного реактора 10 все ядерное топливо, когда-либо применяемое в реакторе, загружают во время изготовления тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора и никогда не удаляют отработанное ядерное топливо из тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора, доступ к которой отсутствует после инициирования деления ядер. Однако в некоторых других воплощениях ядерного реактора 10 добавляют дополнительное ядерное топливо в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны ядерного реактора после инициирования деления ядер. Однако в некоторых других воплощениях ядерного реактора 10 отработанное ядерное топливо удаляют из тепловыделяющей сборки активной зоны реактора (и, в некоторых воплощениях, удаление отработанного ядерного топлива из тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора можно осуществлять во время работы ядерного реактора 10). Такие иллюстративные пополнение запаса топлива и разгрузка активной зоны описаны в заявке на патент США №11/605848, озаглавленной METHOD AND SYSTEM FOR PROVIDING FUEL IN A NUCLEAR REACTOR, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., содержание которой включено в данный документ путем ссылки. Независимо от того, удаляют ли отработанное ядерное топливо или нет, предварительное расширение загруженного топлива предоставляет возможность замещения актиноидов, имеющих высокую плотность, менее плотными продуктами деления без каких-либо изменений общего объема в тепловыделяющих элементах, когда дефлаграционная волна деления ядер распространяется через любой заданный элемент вдоль оси актиноидного "топлива", превращая его в "золу" продуктов деления.

В качестве обзора, инициирование дефлаграционных волн деления ядер в топливных загрузках из Th232 или U238 легко осуществить с помощью "модулей инициатора деления ядер", обогащенных делящимися изотопами. Дополнительное более подробное обсуждение иллюстративных модулей инициатора деления ядер и способов инициирования дефлаграционных волн деления ядер будет проведено ниже. Большее обогащение приводит к более компактным модулям, а в модулях минимальной массы можно применять градиенты концентрации замедлителя нейтронов. Кроме того, конструкция модуля инициатора деления ядер может частично определяться нетехническими соображениями, такими как противодействие несанкционированному использованию материалов в военных целях в различных сценариях.

Хотя иллюстративный инициатор деления ядер в описанных ранее воплощениях включает делящийся материал, выполненный с возможностью инициирования распространения волнового фронта горения, в других подходах иллюстративные инициаторы деления ядер могут включать источники реактивности других типов. Например, другие инициаторы деления ядер могут включать "горящие угольки", например ядерное топливо, обогащенное делящимися изотопами путем бомбардировки нейтронами в реакторе с распространяющейся дефлаграционной волной деления ядер. Такие "горящие угольки" могут выступать в качестве инициаторов деления ядер несмотря на наличие различных количеств "золы" продуктов деления. В других подходах к инициированию дефлаграционной волны деления ядер можно применять описанные здесь иллюстративные модули инициатора деления ядер в добавление к другим источникам нейтронов, в которых применяют приводимые в действие электричеством источники ионов высоких энергий (таких, как протоны, дейтроны, альфа-частицы и т.д.) или электронов, которые, в свою очередь, могут вызвать образование нейтронов. В одном из иллюстративных подходов можно применять ускоритель частиц, такой как линейный ускоритель, для обеспечения поступления протонов высоких энергий в промежуточный материал, в котором, в свою очередь, могут образовываться такие нейтроны (например, посредством расщепления ядра). В другом иллюстративном подходе можно применять ускоритель частиц, такой как линейный ускоритель, для обеспечения поступления электронов высоких энергий в промежуточный материал, в котором, в свою очередь, могут образовываться такие нейтроны (например, посредством электроделения и/или фотонного деления ядер элементов с большим атомным номером Z). В качестве альтернативы, другие известные способы и устройства для испускания нейтронов, такие как электроиндуцированное деление ядер, можно применять для получения нейтронов (например, нейтроны с энергией 14 МэВ, образующиеся при дейтерий-тритиевом синтезе), которые, таким образом, можно применять в добавление к описанным здесь иллюстративным инициаторам деления ядер для инициирования распространения волны деления ядер.

Теперь, когда было проведено обсуждение нуклеоники топливной загрузки и дефлаграционной волны деления ядер, обсудим дополнительные подробности, относящиеся к "инициатору деления ядер" и к поддержанию дефлаграционной волны деления ядер. Расположенный в центре иллюстративный инициатор деления ядер (такой, как инициаторы, дополнительное более подробное описание которых будет приведено ниже), умеренно обогащенный делящимся материалом, таким как U235 или Pu239, включает поглощающий нейтроны материал (такой, как борогидрид), который удаляют из него (например, путем электрического нагрева по команде оператора), и инициатор деления ядер становится нейтронно критическим. Локальная температура топлива возрастает до расчетного заданного значения, а затем ее регулируют с помощью локальных термостатирующих модулей (подробно описанных в заявке на патент США №11/605943, озаглавленной AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., полное содержание которой включено в данный документ путем ссылки). Нейтроны, образовавшиеся в результате быстрого деления ядер U235 или Pu239, вначале захватываются, главным образом, ближайшими ядрами U238 или Th232.

Следует принять во внимание, что обогащение урана для инициатора деления ядер можно снизить до уровней, которые не сильно превышают уровень для топлива для легководного ядерного реактора (ЛВЯР), путем введения в инициатор деления ядер и в топливную зону, непосредственно окружающую его, тугоплавкого замедлителя, такого как графит, с радиальным градиентом плотности. Высокая плотность замедлителя предоставляет возможность удовлетворительного горения низкообогащенного топлива, тогда как уменьшение плотности замедлителя предоставляет возможность эффективного протекания воспроизводства ядерного топлива. Таким образом, оптимальная схема инициатора деления ядер может включать в себя компромисс между устойчивостью при размножении и минимальным временем ожидания от начального критического состояния до возможности достижения полной расчетной мощности полностью инициированной топливной загрузки в активной зоне реактора. Инициатор деления ядер с меньшим обогащением приводит к воспроизводству ядерного топлива в большем объеме и, таким образом, увеличивает время ожидания.

Максимальная (нерегулируемая) реактивность тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора медленно снижается на первой фазе процесса инициирования деления ядер, поскольку, хотя общее количество делящегося изотопа монотонно возрастает, указанное общее количество становится более рассеянным в пространстве. Путем выбора исходной геометрической формы топлива, обогащения топлива в зависимости от положения и плотности топлива можно достичь того, чтобы максимальная реактивность оставалась слегка положительной в момент времени, при котором достигают ее минимального значения. Вскоре после этого максимальная реактивность начинает быстро возрастать до ее наибольшего значения, соответствующего суммарному количеству делящегося изотопа в области воспроизводства ядерного топлива, которое существенно превышает количество делящегося изотопа, остающееся в инициаторе деления ядер. Затем квазисферическая кольцеобразная оболочка обеспечивает максимум удельной выработки энергии. На этой стадии топливную загрузку в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора называют "инициированной".

Теперь, когда топливная загрузка в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны ядерного реактора была "инициирована", обсудим распространение дефлаграционной волны деления ядер, также называемое здесь "горением деления ядер". Сферически расходящаяся оболочка максимума удельной выработки ядерной энергии продолжает продвигаться радиально от инициатора деления ядер к внешней поверхности топливной загрузки. При достижении данной поверхности она естественным образом распадается на две сферические зонные поверхности, причем одна поверхность распространяется в каждом из двух противоположных направлений вдоль оси цилиндра. В данный момент времени достигают полной потенциальной выработки тепловой энергии в активной зоне. Данный интервал характеризуют как интервал инициирования двух фронтов горения дефлаграционной волны деления ядер, распространяющихся вдоль оси. В некоторых воплощениях данного изобретения инициирование происходит в центре топливной загрузки активной зоны, таким образом, образуются две волны, распространяющиеся в противоположных направлениях. Такое расположение удваивает массу и объем активной зоны, в которой происходит выработка энергии в любой заданный момент времени, и, таким образом, в два раза снижает максимум удельной выработки энергии в активной зоне, тем самым количественно минимизирует проблемы переноса тепла. Однако в других воплощениях данного изобретения топливную загрузку активной зоны инициируют с одного конца, по желанию для конкретного применения. В других воплощениях данного изобретения топливную загрузку активной зоны можно инициировать в нескольких местах. В других воплощениях данного изобретения топливную загрузку активной зоны инициируют в любом месте внутри объема активной зоны, по желанию для конкретного применения. В некоторых воплощениях данного изобретения две распространяющиеся дефлаграционные волны деления ядер будут инициированы и будут распространяться от местоположения инициатора деления ядер, однако в зависимости от геометрической формы, состава ядерного топлива, действия управляющих устройств, модифицирующих нейтроны, или других факторов можно инициировать разные количества (например, одну, три или более) дефлаграционных волн деления ядер, которые будут распространяться. Однако для простоты понимания обсуждение в данном документе относится, без ограничений, к распространению двух фронтов горения дефлаграционных волн деления ядер.

Начиная с этого времени и до момента, когда две волны достигают двух противоположных концов, физические процессы выработки ядерной энергии является практически стационарными во времени в рамках каждой волны, как показано на Фиг.1Е-1Н. Скорость продвижения волны через топливо пропорциональна локальному потоку нейтронов, который, в свою очередь, линейно зависит от тепловой энергии, получаемой от тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора, с помощью совместного действия термостатирующих модулей (не показаны) на нейтронный баланс дефлаграционной волны деления ядер.

Когда больше энергии отбирают от реактора с помощью низкотемпературного теплоносителя, поступающего в активную зону, температура двух концов активной зоны (которые в некоторых воплощениях данного изобретения расположены в непосредственной близости от впускных отверстий для теплоносителя) опускается несколько ниже расчетного значения, заданного термостатирующими модулями, в связи с этим поглотитель нейтронов извлекают из соответствующей субпопуляции термостатирующих модулей активной зоны и тем самым предоставляют возможность увеличения локального нейтронного потока, чтобы локальная выработка тепловой энергии достигла уровня, который доводит локальную температуру материала до значения, заданного термостатирующими модулями.

Однако в воплощении с двумя фронтами горения данный способ неэффективен для значительного нагрева теплоносителя до тех пор, пока два его разделенных потока не достигнут двух фронтов ядерного горения. Данные две части топливной загрузки активной зоны (которые способны вырабатывать ядерную энергию в значительных количествах, когда не подавлены поглотителями нейтронов термостатирующих модулей) затем нагревают теплоноситель до температуры, заданной расчетными заданными значениями их модулей, при условии, что температура ядерного топлива не становится чрезмерной (независимо от температуры, при которой теплоноситель поступает в активную зону). Затем два потока теплоносителя движутся через две секции уже сгоревшего топлива по направлению к центру от двух фронтов горения, отбирая у них остаточную энергию деления ядер и остаточную тепловую энергию; оба потока теплоносителя выходят из топливной загрузки в ее центре. Данная схема способствует распространению двух фронтов горения по направлению к двум концам топливной загрузки путем "срезания" избыточных нейтронов, главным образом, с задней кромки каждого фронта, как показано на Фиг.1Е-1Н.

Таким образом, можно считать, что нейтронные процессы в активной зоне по существу являются саморегулирующимися. Например, для воплощений цилиндрической активной зоны можно считать, что нуклеоника активной зоны по существу является саморегулирующейся, когда произведение плотности топлива на радиус цилиндрической активной зоны составляет ≥200 г/см2 (то есть 1-2 значения средней длины свободного пробега нейтронов для деления ядер, инициируемого нейтронами, в активной зоне обычного состава для достаточно быстрых нейтронов). Одной из функций отражателя нейтронов в таких схемах активной зоны является существенное снижение плотности потока быстрых нейтронов с помощью внешних частей реактора, таких как противорадиационный защитный экран, опорные конструкции, термостатирующие модули и внешняя оболочка. Его побочное влияние на эксплуатационные характеристики активной зоны состоит в повышении эффективности воспроизводства ядерного топлива и удельной мощности в наиболее удаленных от центра частях топлива, хотя его основное значение, главным образом, состоит в повышении экономической эффективности реактора. Периферийные части топливной загрузки не используют при низкой общей энергетической эффективности, но уровни изотопного выгорания ядерного топлива в них сравнимы с указанными уровнями в центре топливной загрузки.

Наконец, необратимое подавление нейтронной реактивности активной зоны можно осуществить в любое время путем введения нейтронного яда в поток теплоносителя либо через первичные контуры, которые доходят до прикладных теплообменников 16 (Фиг.1А), либо через контуры отвода остаточного тепла, соединяющие ядерный реактор 10 (Фиг.1А) с теплоотводящими теплообменниками 26 (Фиг.1А). Например, введение в поток теплоносителя небольшого количества такого вещества, как BF3, возможно, в сочетании с летучим восстановителем, таким как Н2, если это требуется, может привести к осаждению «металлического» бора по существу однородным образом на внутренние стенки труб для теплоносителя, проходящих через активную зону реактора, в результате химической реакции 2BF3+3Н2→2В+6HF; высокие температуры, наблюдаемые в реакторе, приводят к экспоненциальному ускорению указанной реакции, которая при других условиях протекает медленно. В свою очередь, бор является очень тугоплавким металлоидом и не перемещается с места осаждения. По существу однородное присутствие бора в активной зоне в количествах <100 кг может подавить нейтронную реактивность активной зоны на неопределенно длительные интервалы времени без применения приводных механизмов вблизи реактора.

Иллюстративные воплощения и аспекты инициаторов деления ядер

Теперь обсудим иллюстративные воплощения и аспекты инициатора 110 деления ядер.

Теперь обратимся к Фиг.2A-2J, на которых изображены неограничивающие иллюстративные воплощения инициатора 110 деления ядер, установленного в неограничивающее иллюстративное воплощение тепловыделяющей сборки 100 активной зоны ядерного реактора, которая подходит для применения в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, таком как реактор с дефлаграционной волной деления ядер. В связи с этим тепловыделяющая сборка 100 активной зоны ядерного реактора включает ядерное топливо, которому придана такая форма, чтобы в нем распространялась дефлаграционная волна деления ядер; данную тепловыделяющую сборку можно назвать тепловыделяющей сборкой 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер.

В тепловыделяющей сборке 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер имеются каналы 112 для теплоносителя. В некоторых воплощениях данного изобретения теплоноситель реактора может представлять собой газообразный гелий. Однако в других воплощениях данного изобретения можно применять любой подходящий теплоноситель реактора по желанию для конкретного применения.

Тепловыделяющая сборка 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер включает ядерное топливо, которое включает воспроизводящий материал, такой как, без ограничений, 238U и/или 232Th. Ядерное топливо в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер также включает делящийся материал, такой как, без ограничений, 233U, 235U и/или 239Pu. Концентрация ядерного топлива в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер может меняться в пространстве по желанию для конкретного применения.

Следует принять во внимание, что инициатор 110 деления ядер и тепловыделяющая сборка 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер изображены схематически. По существу, не предусмотрены какие-либо геометрические ограничения, касающиеся формы инициатора 110 деления ядер или тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Как было упомянуто выше, было проведено обсуждение подробностей для случая круговых цилиндров из природного металлического урана или тория, в которых могут устойчиво распространяться дефлаграционные волны деления ядер на сколь угодно большие расстояния вдоль оси. Однако снова следует подчеркнуть, что не следует делать вывод о том, что распространение дефлаграционных волн деления ядер ограничено круговыми цилиндрами, или металлическим ядерным топливом, или ядерным топливом из чистого урана или тория. Дополнительные воплощения тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер и топливных загрузок, расположенных в ней, могут иметь любые альтернативные геометрические формы по желанию для конкретного применения; данные геометрические формы описаны в заявке на патент США №11/605943, озаглавленной AUTOMATED NUCLEAR POWER REACTOR FOR LONG-TERM OPERATION, от имени RODERICK A. HYDE, MURIEL Y. ISHIKAWA, NATHAN P. MYHRVOLD, AND LOWELL L. WOOD, JR. как авторов изобретения, поданной 28 ноября 2006 г., полное содержание которой включено в данный документ путем ссылки.

Теперь рассмотрим неограничивающие подробности иллюстративных инициаторов 110 деления ядер.

Инициатор 110 деления ядер, соответственно, может инициировать дефлаграционную волну деления ядер в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Нуклеоника инициирования и распространения дефлаграционной волны деления ядер в ядерном топливе описана выше и не нуждается в повторении.

В иллюстративном воплощении данного изобретения инициатор 110 деления ядер включает часть материала ядерного топлива, вставляемую в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Когда инициатор 110 деления ядер находится вне тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер, значение keffective для части материала ядерного топлива составляет менее 1. Когда инициатор 110 деления ядер вставляют в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер, в части материала ядерного топлива устанавливается значение keffective, составляющее по меньшей мере 1. Дополнительное описание иллюстративных транспортных агрегатов для перемещения инициатора 110 деления ядер из тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер будет приведено ниже.

Материал ядерного топлива в инициаторе 110 деления ядер может включать делящийся материал, такой как, без ограничений, 233U, 235U и/или 239Pu. Если требуется, материал ядерного топлива в инициаторе 110 деления ядер может включать воспроизводящий материал в добавление к делящемуся материалу. В качестве неограничивающего примера, воспроизводящий материал может включать, без ограничений, 238U и/или 232Th. Концентрация делящегося материала в ядерном топливе в инициаторе 110 деления ядер может превышать концентрацию делящегося материала в ядерном топливе в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Кроме того, концентрация ядерного топлива в инициаторе 110 деления ядер может меняться в пространстве по желанию для конкретного применения.

Теперь обратимся к Фиг.2А, 2С, 2Е, 2G и 2I; в некоторых воплощениях в инициаторе 110 деления ядер могут присутствовать каналы 114. В некоторых воплощениях данного изобретения для простоты изготовления каналы 114, соответственно, могут находиться вокруг внешней поверхности ядерного топлива. В некоторых других воплощениях данного изобретения каналы 114 могут находиться внутри инициатора деления ядер. Каналы 114 выполнены таким образом, чтобы они совмещались и сопрягались с каналами 112 для теплоносителя. Когда инициатор 110 деления ядер вставляют в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер, каналы 114 совмещаются с каналами 112 для теплоносителя и тем самым сопрягаются с каналами 112 для теплоносителя. В результате совмещения каналов 114 с каналами 112 для теплоносителя теплоноситель реактора, который течет через каналы 112 для теплоносителя, может поступать в инициатор 110 деления ядер, проходить через него по каналам 114 и возвращаться в каналы 112 для теплоносителя после выхода из инициатора 110 деления ядер. В других воплощениях данного изобретения каналы 114 не совмещаются с каналами 112 для теплоносителя.

Следует принять во внимание, что каналы 114 являются необязательными элементами инициатора 110 деления ядер. В связи с этим теперь обратимся к Фиг.2В, 2D, 2F, 2Н и 2J; в некоторых воплощениях инициатора 110 деления ядер каналы отсутствуют.

Вернемся к Фиг.2A-2J; как было указано выше, когда инициатор 110 деления ядер находится вне тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер, значение keffective для ядерного топлива в инициаторе 110 деления ядер составляет менее 1. Для достижения значения keffective, составляющего менее 1, когда инициатор 110 деления ядер находится вне тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер, в некоторых воплощениях данного изобретения предусмотрен поглощающий нейтроны материал. Поглощающий нейтроны материал может включать любой поглощающий нейтроны материал по желанию для конкретного применения, например, без ограничений, 10В и/или 6Li.

В некоторых воплощениях данного изобретения поглощающий нейтроны материал помещают в ядерное топливо в инициаторе 110 деления ядер. В некоторых других воплощениях данного изобретения поглощающий нейтроны материал помещают вокруг внешней поверхности ядерного топлива в инициаторе 110 деления ядер.

В некоторых воплощениях данного изобретения поглощающий нейтроны материал является съемным. Удаление поглощающего нейтроны материала может способствовать установлению значения keffective, составляющего по меньшей мере 1, когда инициатор 110 деления ядер вставляют в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Кроме того, обратимся к Фиг.3А и 3В; поглощающий нейтроны материал можно удалить с помощью любого требуемого способа удаления, например путем электрического нагрева по команде оператора, откачивания текучей среды из каналов 118, извлечения регулирующих стержней через каналы 118 и т.д.

В некоторых воплощениях данного изобретения по желанию можно применять другие способы, которые способствуют установлению значения keffective, составляющего по меньшей мере 1, когда инициатор 110 деления ядер вставляют в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Данные другие способы, которые описаны ниже, можно применять в инициаторе 110 деления ядер или в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер или как в инициаторе 110 деления ядер, так и в тепловыделяющей сборке 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер по желанию для конкретного применения. В некоторых воплощениях данного изобретения данные способы можно применять только во время запуска. То есть материал, применяемый в данном способе, можно добавлять после того, как инициатор 110 деления ядер вставляют в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер для целей запуска, и, если требуется, его можно извлечь после запуска. Материал, применяемый в данном способе, можно добавлять и извлекать любым способом по желанию. Например, без ограничений, материал, применяемый в данном способе, можно по желанию добавлять в инициатор 110 деления ядер и извлекать из него через каналы 118.

Например, в одном из других способов можно обеспечить наличие замедляющего нейтроны материала внутри инициатора 110 деления ядер, или внутри тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер, или как внутри инициатора 110 деления ядер, так и внутри тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер, по желанию для конкретного применения. В качестве неограничивающего примера, замедляющий нейтроны материал может включать тяжелую воду, углерод и/или 7Li.

В другом способе можно обеспечить наличие отражающего нейтроны материала внутри инициатора 110 деления ядер, или внутри тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер, или как внутри инициатора 110 деления ядер, так и внутри тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер по желанию для конкретного применения. В качестве неограничивающего примера, отражающий нейтроны материал может включать графит и/или бериллий.

В другом способе можно обеспечить наличие размножающего нейтроны материала внутри инициатора 110 деления ядер, или внутри тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер, или как внутри инициатора 110 деления ядер, так и внутри тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер по желанию для конкретного применения. В качестве неограничивающего примера, размножающий нейтроны материал может включать 9Ве и/или бериллиды.

Воплощения инициатора 110 деления ядер могут иметь любую форму по желанию. В связи с этим не предполагается, что форма инициатора 110 деления ядер ограничена каким-либо образом. В качестве примера, а не ради ограничения, показаны иллюстративные воплощения инициаторов 110 деления ядер в виде сферы (Фиг.2А и 2В), двух полусфер (Фиг.2С и 2D), одной полусферы (Фиг.2Е и 2F), цилиндра (Фиг.2G и 2Н) и прямоугольного параллелепипеда (Фиг.2I и 2J).

Инициатор 110 деления ядер можно разместить в любом месте тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер по желанию для конкретного применения. Некоторые воплощения инициатора деления ядер также могут быть пригодными для размещения вблизи края тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер (например, рядом с отражателем нейтронов). Например, без ограничений, в одном из предполагаемых применений полусферическое воплощение инициатора 110 деления ядер (Фиг.2Е и 2F) показано вблизи края тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер рядом с отражателем 116 нейтронов. Однако в других предполагаемых применениях полусферическое воплощение инициатора 110 деления ядер может располагаться вдали от края (например, без ограничений, вблизи центра) тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Аналогично, в других предполагаемых применениях иллюстративные воплощения инициаторов 110 деления ядер в виде сферы (Фиг.2А и 2В), двух полусфер (Фиг.2С и 2D), цилиндра (Фиг.2G и 2Н) и прямоугольного параллелепипеда (Фиг.2I и 2J) могут располагаться вблизи края тепловыделяющей сборки 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер (например, рядом с отражателем нейтронов). Таким образом, следует понимать, что не предполагаются какие-либо ограничения, касающиеся расположения инициатора 110 деления ядер.

Независимо от формы инициатора 110 деления ядер, в некоторых воплощениях данного изобретения (например, когда в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер вставляют только один инициатор 110 деления ядер для инициирования дефлаграционной волны деления ядер) по меньшей мере один размер инициатора 110 деления ядер не должен быть существенно меньше средней длины свободного пробега нейтронов, инициирующих деление ядер. Кроме того, независимо от формы инициатора 110 деления ядер и в некоторых других воплощениях данного изобретения (например, когда в тепловыделяющую сборку 100 активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер вставляют несколько инициаторов 110 деления ядер для инициирования дефлаграционной волны деления ядер) размеры всех инициаторов 110 деления ядер могут быть меньше средней длины свободного пробега нейтронов, инициирующих деление ядер. Однако все инициаторы 110 деления ядер объединяют таким образом, чтобы по меньшей мере один размер сочетания инициаторов 110 деления ядер не был существенно меньше средней длины свободного пробега нейтронов, инициирующих деление ядер.

Иллюстративные транспортные агрегаты для инициаторов деления ядер

Теперь обратимся к Фиг.4А-4Е; по желанию инициатор 110 деления ядер можно транспортировать в транспортном агрегате 120. Иллюстративные воплощения транспортного агрегата 120 выполнены с возможностью помещения в них одного или нескольких инициаторов 110 деления ядер любого типа для их транспортировки, например, в один или несколько реакторов 100 с дефлаграционной волной деления ядер. Ради краткости, транспортный агрегат 120, изображенный только в целях объяснения, имеет такую форму, чтобы в него помещался инициатор деления ядер, имеющий форму полусферы. Однако следует иметь в виду, что транспортный агрегат 120 может иметь любую форму по желанию, чтобы в него помещался инициатор 110 деления ядер любой формы, подлежащий транспортировке. Таким образом, не предполагаются какие-либо ограничения формы транспортного агрегата 120. Ниже будет дано описание иллюстративных воплощений транспортного агрегата 120.

Транспортный агрегат 120 включает корпус 122 кожуха, который выполнен с возможностью помещения в него материала 124 для защиты от ядерных излучений. В некоторых воплощениях данного изобретения материал 124 для защиты от ядерных излучений можно добавлять или удалять по желанию для конкретного применения. Материал 124 для защиты от ядерных излучений, соответственно, включает вещество с большим атомным номером Z, например, без ограничений, вольфрам и/или тантал. В некоторых воплощениях данного изобретения материал 124 для защиты от ядерных излучений, соответственно, включает поглощающий нейтроны материал. В некоторых других воплощениях данного изобретения материал 124 для защиты от ядерных излучений, соответственно, включает поглощающий излучение материал, который экранирует от α, β и/или γ-излучения. В некоторых других воплощениях данного изобретения материал 124 для защиты от ядерных излучений, соответственно, включает отражающий нейтроны материал, например, без ограничений, графит и/или бериллий.

Корпус 122 кожуха определяет границы по меньшей мере одной полости 126, выполненной с возможностью помещения в нее по меньшей мере одного из инициаторов 110 деления ядер. В некоторых воплощениях данного изобретения, как показано на Фиг.4А, корпус 122 кожуха определяет границы одной полости 126, выполненной с возможностью помещения в нее одного инициатора 110 деления ядер. В некоторых других воплощениях данного изобретения, как показано на Фиг.4В, корпус 122 кожуха определяет границы полостей 126, выполненных с возможностью помещения в них по меньшей мере одного инициатора 110 деления ядер. Полости 126 расположены на достаточном расстоянии друг от друга (что помогает избежать достижения критической массы), а между полостями 126 расположен материал 124 для защиты от ядерных излучений, который помогает поддержать значение keffective меньше 1 в инициаторах 110 деления ядер, помещенных в транспортный агрегат 120.

По меньшей мере один входной канал 128 выполнен таким образом, чтобы он определял границы по меньшей мере одного отверстия в корпусе 122 кожуха, чтобы по меньшей мере один инициатор 110 деления ядер можно было поместить через входной канал 128. Входной канал 128, кроме того, может быть выполнен таким образом, чтобы он закрывал отверстие в корпусе кожуха, тем самым удерживая инициатор 110 деления ядер в корпусе 122 кожуха.

В некоторых воплощениях данного изобретения, как показано на Фиг.4С, входной канал 128 может включать задвижки 130, имеющиеся в корпусе кожуха, которые открываются для приема инициатора 110 деления ядер через них и закрываются для удерживания инициатора 110 деления ядер в корпусе 122 кожуха.

В некоторых других воплощениях данного изобретения, как показано на Фиг.4D и 4Е, входной канал 128 может включать крышку 132 корпуса. Крышка 132 корпуса, соответственно, включает материал 124 для защиты от ядерных излучений, как описано выше.

В некоторых воплощениях данного изобретения, которые включают крышку 132 корпуса, как показано на Фиг.4D, крышка 132 корпуса может шарнирно соединяться с корпусом 122 кожуха. Крышку 132 корпуса полностью открывают путем поворота, вставляют инициатор 110 деления ядер в полость 126, как указывает стрелка 134, и полностью закрывают крышку 132 корпуса, как указывает стрелка 136. Таким образом, инициатор 110 деления ядер полностью помещен в транспортный агрегат 120 и экранирован им.

В некоторых других воплощениях данного изобретения, которые включают крышку 132 корпуса, как показано на Фиг.4Е, крышка 132 корпуса может соединяться с корпусом 122 кожуха с возможностью снятия. Крышку 132 корпуса можно присоединить любым способом по желанию.

В некоторых воплощениях данного изобретения, как показано на Фиг.4Е, на транспортном агрегате 120, например на корпусе 122 кожуха или на крышке 132 корпуса, по желанию можно разместить по меньшей мере один указатель 134. Указатель 134, соответственно, указывает содержимое транспортного агрегата 120 (например, один или несколько инициаторов 110 деления ядер). Указание содержимого можно осуществлять любым способом по желанию.

Иллюстративное отведение остаточного тепла ядерного распада

Теперь обратимся к Фиг.5А-5Е; в некоторых воплощениях данного изобретения инициатор 110 деления ядер может включать ядерное топливо, которое включает по меньшей мере некоторое количество компонентов, которые ранее претерпели инициированное нейтронами деление ядер (здесь их также называют ранее "выгоревшие"). Когда инициатор 110 деления ядер включает ядерное топливо, которое включает по меньшей мере некоторое количество ранее выгоревших компонентов, инициатор 110 деления ядер будет вырабатывать остаточное тепло ядерного распада в течение определенного периода времени после того, как он работал на мощности. В зависимости от длительности периода времени, прошедшего после прекращения работы на мощности, которой подвергали ядерное топливо в инициаторе 110 деления ядер, может потребоваться отведение остаточного тепла ядерного распада из инициатора 110 деления ядер во время транспортировки инициатора 110 деления ядер. В связи с этим ниже будет проведено обсуждение иллюстративного отведения остаточного тепла ядерного распада во время транспортировки инициатора 110 деления ядер.

Для отведения остаточного тепла ядерного распада из ядерного топлива в инициаторе 110 деления ядер предусмотрено по меньшей мере одно приспособление 136 для отведения остаточного тепла ядерного распада. Приспособление 136 для отведения остаточного тепла ядерного распада приводят в тепловой контакт с инициатором 110 деления ядер таким образом, чтобы остаточное тепло ядерного распада, вырабатываемое инициатором 110 деления ядер, можно было передавать от инициатора 110 деления ядер в приспособление 136 для отведения остаточного тепла ядерного распада.

Обратимся к Фиг.5А и 5В; в одном из воплощений данного изобретения приспособление 136 для отведения остаточного тепла ядерного распада может включать тепловую трубу. Участок 138 трубы приводят в тепловой контакт с инициатором 110 деления ядер. В некоторых воплощениях данного изобретения участок 138 трубы удерживают на месте в каналах 116, например, без ограничений, с помощью трения. Участок 140 теплоотвода приводят в тепловой контакт с окружающей средой при температуре теплоотвода, тем самым способствуя выравниванию температуры участка 138 трубы, который приведен в тепловой контакт с инициатором 110 деления ядер, и температуры теплоотвода. Между участком 138 трубы и участком 140 теплоотвода расположен "искривленный" участок 142. Можно применять любую рабочую текучую среду по желанию для конкретного применения в зависимости от температурных условий. Например, без ограничений, рабочая текучая среда может включать воду, литий, натрий, ртуть и т.д. Можно изготовить капиллярную структуру (не показана ради простоты изложения), такую как фитиль, из любого подходящего пористого материала, например, без ограничений, из металлической пены или войлока, изготовленных из стали, алюминия, никеля, меди и т.д.

Теперь обратимся к Фиг.5С; в другом воплощении данного изобретения приспособление 136 для отведения остаточного тепла ядерного распада может включать охлаждающий контур. Участок 144 трубы приводят в тепловой контакт с инициатором 110 деления ядер. В некоторых воплощениях данного изобретения участок 144 трубы удерживают на месте в каналах 116, например, без ограничений, с помощью трения. Участок 146 теплоотвода приводят в тепловой контакт с окружающей средой при температуре теплоотвода. Тепло переходит от инициатора 110 деления ядер к теплоносителю в участке 144 трубы, который в некоторых воплощениях данного изобретения путем естественной циркуляции поднимается в участок 146 теплоотвода, где тепло переходит от теплоносителя к окружающей среде при температуре теплоотвода. После передачи тепла окружающей среде при температуре теплоотвода в некоторых воплощениях данного изобретения теплоноситель путем естественной циркуляции возвращается в участок 144 трубы. В некоторых других воплощениях данного изобретения теплоноситель перекачивают с помощью подходящего насоса для подачи теплоносителя (не показан) вместо естественной циркуляции. Между участком 144 трубы и участком 146 теплоотвода расположен "искривленный" участок 148. Можно применять любую подходящую текучую среду по желанию для конкретного применения в зависимости от температурных условий. Например, без ограничений, теплоноситель может включать воду и т.д.

Теперь обратимся к Фиг.5D-5E; после приведения приспособления 136 для отведения остаточного тепла ядерного распада в тепловой контакт с инициатором 110 деления ядер, инициатор 110 деления ядер и приспособление 136 для отведения остаточного тепла ядерного распада можно поместить в транспортный агрегат 150 для транспортировки, например, для транспортировки в одну или в несколько тепловыделяющих сборок активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер (не показаны). Иллюстративное воплощение транспортного агрегата 150 имеет множество общих элементов с транспортным агрегатом 120 (Фиг.4А-4Е). Одинаковые номера ссылок применяют для обозначения одинаковых элементов, и подробности не требуется повторять.

В корпусе 122 кожуха между отверстием во внутренней поверхности корпуса 122 кожуха и отверстием во внешней поверхности корпуса 122 кожуха имеется канал 152 для отведения тепла ядерного распада. Расположение и размеры канала 152 для отведения тепла ядерного распада таковы, что в нем помещается, например, без ограничений, с помощью трения искривленный участок 142 (Фиг.5А и 5В) или искривленный участок 148 (Фиг.5С). Таким образом, канал 152 для отведения тепла ядерного распада расположен на некотором расстоянии в боковом и продольном направлениях от отверстий во внутренней поверхности корпуса 122 кожуха и отверстий во внешней поверхности корпуса 122 кожуха. В результате форма канала 152 для отведения тепла ядерного распада препятствует прохождению продуктов распада по прямолинейному пути от внутренней поверхности корпуса 122 кожуха до внешней поверхности корпуса 122 кожуха.

Подробности других характерных особенностей конструкции и эксплуатации транспортного агрегата 152 аналогичны подробностям, изложенным выше для транспортного агрегата 120 (Фиг.4А-4Е), и не нуждаются в повторении для понимания.

Иллюстративные способы

Теперь опишем иллюстративные способы, связанные с воплощениями инициатора 110 деления ядер.

Обратимся к Фиг.6А-6С, на которых представлены иллюстративные способы помещения инициатора деления ядер в кожух.

Теперь обратимся к Фиг.6А; осуществление иллюстративного способа 160 помещения инициатора деления ядер в кожух начинается в блоке 162. В блоке 164 по меньшей мере один инициатор деления ядер для реактора с дефлаграционной волной деления ядер помещают по меньшей мере в одну полость кожуха. Инициатор деления ядер, соответственно, может представлять собой один или несколько инициаторов 110 деления ядер, описанных выше. То есть инициатор деления ядер включает часть ядерного топлива, вставляемую в реактор с дефлаграционной волной деления ядер, причем значение keffective для данной части ядерного топлива составляет менее 1, когда инициатор деления ядер находится вне реактора с дефлаграционной волной деления ядер, и в данной части ядерного топлива устанавливается значение keffective, составляющее по меньшей мере 1, когда инициатор деления ядер вставляют в реактор с дефлаграционной волной деления ядер. Полость может представлять собой одну или несколько из полостей 26, имеющихся в корпусе 122 кожуха транспортного агрегата 120, как описано выше.

В блоке 166 по меньшей мере один инициатор деления ядер экранируют. Инициатор деления ядер можно экранировать любым способом по желанию. Например, на внешнюю поверхность инициатора деления ядер можно нанести экранирующую оболочку. В качестве другого примера, кожух может быть уже экранирован, и, таким образом, помещение инициатора деления ядер в кожух также приведет к экранированию инициатора деления ядер. В качестве дополнительного примера, экранирующую оболочку можно нанести на кожух после помещения инициатора деления ядер в кожух. В некоторых воплощениях данного изобретения экранирующая оболочка может представлять собой экран для защиты от нейтронов. В других воплощениях данного изобретения экранирующая оболочка может представлять собой экран для защиты от излучения, например, от α, β и/или γ-излучения. Осуществление способа 160 заканчивается в блоке 168.

Теперь обратимся к Фиг.6В; осуществление иллюстративного способа 170 помещения инициатора деления ядер в кожух начинается в блоке 172. Способ 170 включает блок 164, в котором по меньшей мере один инициатор деления ядер для реактора с дефлаграционной волной деления ядер помещают по меньшей мере в одну полость кожуха. Способ 170 также включает блок 166, в котором по меньшей мере один инициатор деления ядер экранируют.

В блоке 174 по меньшей мере один инициатор деления ядер, помещенный в кожух, транспортируют по меньшей мере в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер. В некоторых воплощениях данного изобретения один или несколько инициаторов деления ядер можно транспортировать в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер. В некоторых других воплощениях данного изобретения один или несколько инициаторов деления ядер можно транспортировать в несколько активных зон реактора с дефлаграционной волной деления ядер. В одном из данных других воплощений данного изобретения один инициатор деления ядер можно транспортировать в несколько активных зон реактора с дефлаграционной волной деления ядер. В таком случае один инициатор деления ядер можно транспортировать в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер и использовать для инициирования дефлаграционной волны деления ядер, извлекать из инициированной активной зоны реактора с дефлаграционной волной деления ядер и транспортировать в другую активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер, где инициатор деления ядер можно использовать для инициирования дефлаграционной волны деления ядер и т.д. по желанию. В таком случае остаточное тепло ядерного распада можно отводить из инициатора деления ядер (как указано выше) во время транспортировки после того, как инициатор деления ядер использовали для инициирования дефлаграционной волны деления ядер. Осуществление способа 170 заканчивается в блоке 176.

Теперь обратимся к Фиг.6С; осуществление иллюстративного способа 180 помещения инициатора деления ядер в кожух начинается в блоке 182. Способ 180 включает блок 164, в котором по меньшей мере один инициатор деления ядер для реактора с дефлаграционной волной деления ядер помещают по меньшей мере в одну полость кожуха. Способ 180 также включает блок 166, в котором по меньшей мере один инициатор деления ядер экранируют.

В блоке 184 остаточное тепло ядерного распада отводят из инициатора деления ядер. Например, остаточное тепло ядерного распада можно отводить из инициатора деления ядер (как указано выше) во время транспортировки после того, как инициатор деления ядер использовали для инициирования дефлаграционной волны деления ядер, как указано выше. В качестве другого примера, остаточное тепло ядерного распада можно отводить из инициатора деления ядер, который еще не использовали для инициирования дефлаграционной волны деления ядер, но который включает ядерное топливо, которое включает по меньшей мере некоторое количество компонентов, которые ранее претерпели инициированное нейтронами деление ядер (здесь их также называют ранее "выгоревшие"). Осуществление способа 180 заканчивается в блоке 186.

Теперь обратимся к Фиг.7A-7D, на которых представлены иллюстративные способы помещения инициатора деления ядер в реактор с дефлаграционной волной деления ядер.

Теперь обратимся к Фиг.7А; осуществление иллюстративного способа 190 начинается в блоке 192. В блоке 194 по меньшей мере один инициатор деления ядер помещают по меньшей мере в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Инициатор деления ядер, соответственно, может представлять собой один или несколько инициаторов 110 деления ядер, описанных выше. То есть инициатор деления ядер включает часть ядерного топлива, вставляемую в реактор с дефлаграционной волной деления ядер, причем значение keffective для данной части ядерного топлива составляет менее 1, когда инициатор деления ядер находится вне реактора с дефлаграционной волной деления ядер, и в данной части ядерного топлива устанавливается значение keffective, составляющее по меньшей мере 1, когда инициатор деления ядер вставляют в реактор с дефлаграционной волной деления ядер.

В некоторых воплощениях данного изобретения один инициатор деления ядер помещают в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер. В некоторых других воплощениях данного изобретения несколько инициаторов деления ядер помещают в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер. В дополнительных воплощениях данного изобретения несколько инициаторов деления ядер помещают в несколько активных зон реактора с дефлаграционной волной деления ядер.

В некоторых воплощениях данного изобретения, как описано выше, каналы, имеющиеся на внешней поверхности части ядерного топлива, приводят в соответствие с каналами для теплоносителя, имеющимися в активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Однако в некоторых других воплощениях данного изобретения один или несколько транспортных агрегатов, в которые помещены один или несколько инициаторов деления ядер, помещают в активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Осуществление способа 190 заканчивается в блоке 196.

Теперь обратимся к Фиг.7В; осуществление иллюстративного способа 200 начинается в блоке 202. Способ 200 включает блок 194, в котором по меньшей мере один инициатор деления ядер помещают по меньшей мере в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер.

В блоке 204 материал для защиты от ядерных излучений удаляют по меньшей мере из одного инициатора деления ядер. Как указано выше, в одном из примеров материал для защиты от ядерных излучений можно удалить из внутренней части и/или с внешней поверхности инициатора деления ядер. В качестве другого примера, кожух (например, транспортный агрегат) может быть экранирован, и, таким образом, извлечение инициатора деления ядер из кожуха также приводит к удалению материала для защиты от ядерных излучений из инициатора деления ядер. Как указано выше, в некоторых воплощениях данного изобретения материал для защиты от ядерных излучений может экранировать нейтроны, а в других воплощениях данного изобретения материал для защиты от ядерных излучений может экранировать излучение, например, α, β и/или γ-излучение. Осуществление способа 200 заканчивается в блоке 206.

Теперь обратимся к Фиг.7С; осуществление иллюстративного способа 210 начинается в блоке 212. Способ 210 включает блок 194, в котором по меньшей мере один инициатор деления ядер помещают по меньшей мере в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер.

В блоке 214 по меньшей мере одно приспособление для отведения остаточного тепла ядерного распада удаляют по меньшей мере из одного инициатора деления ядер. Например, как описано выше, приспособление для отведения остаточного тепла ядерного распада может представлять собой тепловую трубу или охлаждающий контур и т.д. Как указано выше, приспособление для отведения остаточного тепла ядерного распада можно применять для отведения остаточного тепла ядерного распада из инициатора деления ядер во время транспортировки после того, как инициатор деления ядер был использован для инициирования дефлаграционной волны деления ядер. Как также указано выше, приспособление для отведения остаточного тепла ядерного распада можно применять для отведения остаточного тепла ядерного распада из инициатора деления ядер, который еще не использовали для инициирования дефлаграционной волны деления ядер, но который включает ядерное топливо, которое включает по меньшей мере некоторое количество компонентов, которые ранее претерпели инициированное нейтронами деление ядер (здесь их также называют ранее "выгоревшие"). Осуществление способа 210 заканчивается в блоке 216.

Теперь обратимся к Фиг.7D; осуществление иллюстративного способа 220 начинается в блоке 222. Способ 220 включает блок 194, в котором по меньшей мере один инициатор деления ядер помещают по меньшей мере в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер.

В блоке 224 по меньшей мере один инициатор деления ядер извлекают из корпуса кожуха, например из транспортного агрегата, как описано выше. Осуществление способа 220 заканчивается в блоке 226.

Теперь обратимся к Фиг.8А-8В, на которых представлены иллюстративные способы инициирования по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер.

Теперь обратимся к Фиг.8А; осуществление иллюстративного способа 230 начинается в блоке 232. В блоке 234 по меньшей мере одну дефлаграционную волну деления ядер инициируют по меньшей мере в одной активной зоне ядерного реактора, включающей первое ядерное топливо, с помощью по меньшей мере одного вставляемого инициатора деления ядер, включающего второе ядерное топливо.

Инициирование дефлаграционной волны деления ядер можно осуществить частично с помощью любого из описанных выше способов или их сочетания по желанию. В некоторых воплощениях данного изобретения по меньшей мере одну дефлаграционную волну деления ядер можно инициировать частично посредством извлечения поглощающего нейтроны материала из первого ядерного топлива и/или из второго ядерного топлива. В некоторых других воплощениях данного изобретения по меньшей мере одну дефлаграционную волну деления ядер можно инициировать частично посредством добавления замедляющего нейтроны материала в первое ядерное топливо и/или во второе ядерное топливо. В некоторых других воплощениях данного изобретения по меньшей мере одну дефлаграционную волну деления ядер можно инициировать частично посредством добавления отражающего нейтроны материала в первое ядерное топливо и/или во второе ядерное топливо. В некоторых других воплощениях данного изобретения по меньшей мере одну дефлаграционную волну деления ядер можно инициировать частично посредством добавления размножающего нейтроны материала в первое ядерное топливо и/или во второе ядерное топливо. В некоторых воплощениях данного изобретения инициирование дефлаграционной волны деления ядер влечет за собой обеспечение поступления нейтронов из инициатора деления ядер в воспроизводящий материал в первом ядерном топливе. Осуществление способа 230 заканчивается в блоке 236.

Теперь обратимся к Фиг.8В; осуществление иллюстративного способа 240 начинается в блоке 242. В блоке 244 по меньшей мере один инициатор деления ядер вставляют по меньшей мере в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер.

Способ 240 включает блок 234, в котором по меньшей мере одну дефлаграционную волну деления ядер инициируют по меньшей мере в одной активной зоне ядерного реактора, включающей первое ядерное топливо, с помощью по меньшей мере одного вставляемого инициатора деления ядер, включающего второе ядерное топливо.

В некоторых воплощениях данного изобретения несколько инициаторов деления ядер вставляют в одну активную зону реактора с дефлаграционной волной деления ядер. В данных воплощениях изобретения можно инициировать несколько дефлаграционных волн деления ядер в одной активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер. В некоторых других воплощениях данного изобретения по меньшей мере один инициатор деления ядер вставляют в каждую из нескольких активных зон реактора с дефлаграционной волной деления ядер. В данных других воплощениях изобретения можно инициировать по меньшей мере одну дефлаграционную волну деления ядер в каждой активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер. Осуществление способа 240 заканчивается в блоке 246.

Теперь обратимся к Фиг.6А-6С, 7A-7D и 8А-8В; оперативные блоки можно выполнять в любой временной последовательности по желанию. Не предусмотрены какие-либо ограничения, касающиеся временной последовательности выполнения оперативных блоков. В связи с этим оперативные блоки можно выполнять последовательно в любом порядке (то есть один за другим) по желанию и оперативные блоки также можно выполнять параллельно (то есть одновременно) по желанию.

Процессы, выполняемые в оперативных блоках, может осуществлять оператор, когда позволяют условия, например операции, выполняемые за пределами отсека реактора или внутри отсека реактора после отключения реактора, причем реактор охлажден и давление в нем сброшено. В качестве альтернативы, процессы, выполняемые в оперативных блоках, может осуществлять механизм или робот под дистанционным управлением оператора при любых условиях в реакторе и в любом месте. Аналогично, процессы, выполняемые в оперативных блоках, механизм или робот может осуществлять автономно при любых условиях в реакторе и в любом месте.

Хотя выше было проведено рассмотрение и обсуждение множества иллюстративных воплощений и аспектов изобретения, специалисты в данной области могут предложить некоторые их модификации, изменения, добавления и сочетания. Поэтому предполагается, что все такие модификации, изменения, добавления и сочетания включены в сущность и в объем прилагаемой формулы изобретения и исправленной в дальнейшем формулы изобретения.

1. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер, содержащая: первый материал ядерного топлива, которому придана такая форма, чтобы в нем распространялась дефлаграционная волна деления ядер, и по меньшей мере один инициатор деления ядер, помещенный с возможностью извлечения в первый материал ядерного топлива и содержащий часть второго материала ядерного топлива, причем указанный по меньшей мере один инициатор деления ядер устанавливает значение keffective, равное по меньшей мере 1.

2. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, дополнительно содержащая множество каналов для теплоносителя.

3. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.2, где по меньшей мере в одном инициаторе деления ядер имеется множество каналов на внешней поверхности, которые соответствуют множеству каналов для теплоносителя.

4. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, где первый материал ядерного топлива включает воспроизводящий материал.

5. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.4, где воспроизводящий материал включает воспроизводящий материал, выбранный из 238U и 232Th.

6. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.4, где первый материал ядерного топлива дополнительно включает делящийся материал.

7. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.6, где делящийся материал включает делящийся материал, выбранный из 233U, 235U и 239Pu.

8. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, где второй материал ядерного топлива включает делящийся материал.

9. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.8, где делящийся материал включает делящийся материал, выбранный из 233U, 235U и 239Pu.

10. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.8, где второй материал ядерного топлива дополнительно включает воспроизводящий материал.

11. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.10, где воспроизводящий материал включает воспроизводящий материал, выбранный из 238U и 232Th.

12. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, где первый материал ядерного топлива имеет первую концентрацию делящегося материала, и второй материал ядерного топлива имеет вторую концентрацию делящегося материала, которая больше первой концентрации делящегося материала.

13. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, где концентрация первого материала ядерного топлива меняется в пространстве.

14. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, где концентрация второго материала ядерного топлива меняется в пространстве.

15. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, где по меньшей мере один размер по меньшей мере одного инициатора деления ядер, по существу, не меньше средней длины свободного пробега нейтронов, инициирующих деление ядер.

16. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, где по меньшей мере один размер по меньшей мере одного инициатора деления ядер меньше средней длины свободного пробега нейтронов, инициирующих деление ядер.

17. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, где по меньшей мере один инициатор деления ядер выполнен с возможностью удаления из него поглощающего нейтроны материала.

18. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.17, где поглощающий нейтроны материал включает поглотитель нейтронов, выбранный из 10В и 6Li.

19. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.17, где поглощающий нейтроны материал выполнен с возможностью его удаления из части материала второго ядерного топлива.

20. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.17, где поглощающий нейтроны материал выполнен с возможностью его удаления с внешней поверхности части материала второго ядерного топлива.

21. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, дополнительно содержащая замедляющий нейтроны материал.

22. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.21, где замедляющий нейтроны материал включает замедлитель нейтронов, выбранный из тяжелой воды, углерода и 7U.

23. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, дополнительно содержащая отражающий нейтроны материал.

24. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.23, где отражающий нейтроны материал включает отражатель нейтронов, выбранный из графита и бериллия.

25. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.1, дополнительно содержащая размножающий нейтроны материал.

26. Активная зона ядерного реактора с дефлаграционной волной деления ядер по п.25, где размножающий нейтроны материал включает размножитель нейтронов, выбранный из 9Be и бериллидов.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих элементов (твэлов) и набранных из них рабочих кассет (РК), используемых в водо-водяных ядерных энергетических реакторах тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции тепловыделяющих элементов (твэлов), используемых для формирования активных зон ядерных реакторов, в частности для высоко энергонапряженных активных зон исследовательских реакторов.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам исследования микротвэлов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. .

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в производстве твэлов ядерных реакторов, преимущественно водо-водяных. .

Изобретение относится к пластинчатому ядерному топливу, содержащему регулярно размещенные крупные частицы сплава U-Mo или U-Mo-X гамма-фазы, и к способу его изготовления, а в частности к пластинчатому ядерному топливу, содержащему сферические частицы сплава U-Mo или U-Мо-Х стабильной гамма-фазы.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при выполнении работ по реконструкции топливной ячейки активных зон канальных уран-графитовых ядерных реакторов большой мощности.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к изготовлению топливных композиций для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для изготовления тепловыделяющих элементов (далее твэлов) и тепловыделяющих сборок (далее ТВС) для исследовательских реакторов с ядерным топливом низкого (менее 20%) обогащения.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления оксидного ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и может быть использовано для изготовления таблетированного ядерного топлива на основе диоксида урана для АЭС. Таблетку ядерного топлива из диоксида урана с гомогенно распределенными оксидами алюминия и кремния и требуемым содержанием алюминия от 0,005 до 0,03 мас.% и кремния от 0,003 до 0,02 мас.% изготавливают путем введения на стадии подготовки пресс-порошка до 30 мас.% мастер-порошка закиси-окиси урана U3O8. При этом мастер-порошок приготовлен по ADU-процессу из раствора уранилнитрата, содержащего алюминий и кремний в количествах от 0,05-0,3 мас.%. Техническим результатом является повышение глубины выгорания топлива при его эксплуатации до 70-100 МВт·сут/кг U. 1 ил.
Изобретение относится к композиционному топливному модельному материалу, состоящему из инертной к облучению матрицы и частиц материала, моделирующего ядерный делящийся материал (младшие актиниды). Материал характеризуется тем, что инертная матрица выполнена из пористого металлического материала, а частицы материала, моделирующего ядерный делящийся материал, равномерно покрывают внутреннюю поверхность пор инертной пористой металлической матрицы (ПММ) и находятся с ней в тепловом контакте. Предлагаемый материал отличается использованием металлического материала матрицы с более прочным контактом частиц оксида с ПММ; возможностью получения заданной пористости ПММ и степени заполнения ее топливным оксидом (модельным оксидом); возможностью получения при изготовлении ПММ более точных допусков по размерам; высокой технологичностью раздельного процесса изготовления ПММ, что позволяет варьировать ядерно-физические характеристики путем использования различных металлов и сплавов. Также изобретение относится к способу получения материала. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 4 пр.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции и материалам тепловыделяющих элементов (твэлов), используемых для формирования активных зон высокоэнергонапряженных исследовательских реакторов. Твэл имеет крестообразную форму и вытеснитель из водородосодержащего материала (вода, гидрид) в центре топливного сердечника. Технический результат - увеличение запаса реактивности реактора. 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне, в частности к способам управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе. В способе используется тепловыделяющая сборка, которая содержит кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Способ включает соединение подузла управления текучей средой с кожухом, выполненным с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива, и циркуляцию отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - обеспечение глубокого выгорания топлива и длительной кампании. 15 з.п. ф-лы, 213 ил.

Изобретение относится к тепловыделяющим элементам (ТВЭЛам) ядерного реактора. ТВЭЛ содержит металлическое топливо в виде частиц, по меньшей мере, одного обогащенного сплава, причем частицы спрессованы в топливную загрузку. ТВЭЛ, содержащий металлическое топливо в виде частиц, также может включать в себя оболочку и/или газовый объем. В ядерном реакторе, содержащем топливную загрузку из упакованного металлического топлива в виде частиц, используются инертный газ в качестве теплоносителя и жидкий натрий. Технический результат -возможность использования отработанного ядерного топлива легководных реакторов в быстрых реакторах, возможность перехода к замкнутому топливному циклу. 3 н. и 18 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС) для реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ), а также при изготовлении имитаторов твэлов для использования в облучательных устройствах, предназначенных для исследования работоспособности реальных твэлов. Оболочка твэла для реакторов с ТЖМТ представляет собой цельнокатаный трубчатый элемент со спирально закрученными ребрами, расположенными на наружной поверхности упомянутого элемента, выполненный из хромокремнистой стали ферритно-мартенситного класса с величиной зерна феррита не менее номера 7 по ГОСТ 5639. При этом каждое ребро имеет угол раскрытия от 22 до 40° (преимущественно, от 30 до 40°), а форма поперечного сечения ребра представляет в сечении трапецию со скругленными углами при вершине трапеции и со сглаженными углами в основании трапеции. Также раскрывается твэл, включающий данную оболочку и ТВС. Техническим результатом изобретения является улучшение эксплуатационных характеристик тепловыделяющих элементов и сборок за счет обеспечения длительной стойкости оболочки в среде ТЖМТ, такого как свинец или эвтектический сплав свинца и висмута. 3 н. и 8 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора содержит оболочку, компенсационный объем, сердечник из таблеток делящегося материала, ограниченный торцами отражателей. На оболочке между отражателями выполнено «n» продольных гофров, где «n» - целое число больше двух, а между верхним торцом нижнего отражателя и компенсационным объемом размещен кольцевой гофр, воспринимающий вес вышестоящих деталей. Технический результат - сохранение симметрии теплового потока без использования вставок. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к сборке стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), и может быть использовано в ядерных реакторах разного типа. Пружинный фиксатор топливного столба, располагаемый в компенсационном объеме твэла, имеет последовательно расположенные от торца топливного столба компенсирующую, буферную и фиксирующую группы витков. Фиксатор устанавливается в оболочку твэла цилиндрическим трехступенчатым штоком, имеющим длину ступени наименьшего диаметра, обеспечивающую требуемое усилие поджатия топливного столба, а общую длину ступеней с наименьшим и средним диаметрами менее длины компенсационного объема на 1,5…2,0 диаметра твэла. Перемещение штока продолжается до упора компенсирующей части фиксатора в топливный столб и сжатия ее до момента касания штоком торца топливного столба. Далее шток извлекается из твэла, а открытый торец оболочки герметизируется с помощью заглушки. Технический результат - уменьшение разброса и длины пружинного фиксатора топливного столба после установки, что обеспечивает возможность увеличения загрузки топлива в твэл, повышения его энерговыработки. 8 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике. Твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах имеет оболочку, выполненную из дистанционированной и гладкой частей, которые соединены через нижний отражатель. Сердечник из таблеток делящегося материала перекрыт фольгой из тугоплавого материала, например из молибдена, а верхний отражтель составляет единую сборочную единицу с шайбой из тугоплавкого материала. В качестве дистанционатора применены ребра или проволока, опоясывающие по спирали наружную поверхность части оболочки твэла. Технический результат - снижение гидравлического сопротивления твэла. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх